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論文

Accuracy of prediction method of cryogenic tensile strength for austenitic stainless steels in ITER toroidal field coil structure

櫻井 武尊; 井口 将秀; 中平 昌隆; 斎藤 徹*; 森本 将明*; 稲垣 隆*; Hong, Y.-S.*; 松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; et al.

Physics Procedia, 67, p.536 - 542, 2015/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.94

原子力機構はこれまで、極低温で使用されるITER超伝導コイルに適用するオーステナイト系ステンレス鋼の合理的な品質管理手法の開発確立を目的に、室温で測定された引張強さと、炭素と窒素の含有量の関数として二次曲線を用いた4Kでの引張強度予測手法を開発してきた。核融合発電の技術的成立の実証を目指して建設が進んでいるITERでは、超伝導コイルが使用される。超伝導コイルシステムの一つであるTFコイルの容器構造物には巨大な電磁力に耐えるため、構造材料として高マンガンステンレス鋼JJ1及び高窒素添加型316LNが使用される。原子力機構はITER TFコイル構造物の調達責任を負っており、2012年から実機構造材料調達を開始し、矩形材,丸棒材,異形鍛造材などの製造を進めている。原子力機構は、構造材料の高マンガンステンレス鋼JJ1及び高窒素添加型316LNの機械特性を多数取得しており、本研究ではこれらの試験データを用いて、原子力機構が開発してきた4K強度予測手法の実機TFコイル構造物用材料に対する予測精度について評価を実施したので報告する。

論文

Behavior of Nb$$_{3}$$Sn cable assembled with conduit for ITER central solenoid

名原 啓博; 諏訪 友音; 高橋 良和; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200305_1 - 4200305_5, 2015/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.66(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA procures all superconductors for central solenoid (CS) in the ITER project. The cable is inserted into a conduit and compacted with it. During the insertion, the number of the rotation at the point ($$N_{p}$$) of the TF cable increased linearly to 50 against the inserted cable length ($$l_{i}$$). At first, $$N_{p}$$ of the CS cable also increased linearly by $$l_{i}$$ of 150 m. However, the increasing rate declined and the $$N_{p}$$ became constant to 30 at 600 m. During the compaction, the number of the rotation at the tail ($$N_{t}$$) of the CS cable increased linearly to 69 against the compacted cable length ($$l_{c}$$). It is important to measure not only $$N_{p}$$ but also $$N_{t}$$ because the rotation affects the twist pitch of the cable ($$l_{p}$$). After manufacturing the CS conductor, an X-ray transmission imaging made clear the $$l_{p}$$ along the whole length of the conductor for the first time. The $$l_{p}$$ peaked at the point; thus, a conductor sample should be taken there to investigate the effect of the $$l_{p}$$ elongation on the conductor performance.

論文

原子力(技術トピックス編); ITERトロイダル磁場(TF)コイルの開発

辺見 努; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 松井 邦浩; 小泉 徳潔

溶接学会誌, 83(6), p.497 - 502, 2014/09

原子力機構は、ITER計画における日本の国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当している。TFコイルでは、絶縁材の機械的,電気的信頼性向上のため、導体絶縁に他のターンの電磁力が重畳されないように、ラジアル・プレート(RP)構造を採用している。また、超伝導生成熱処理後に0.1%以上の曲げ歪を超伝導導体に加えることができないため、D型形状に巻線した後、熱処理し、RP溝に導体を挿入する。RP溝と導体のギャップから、導体をRPに挿入するためには、導体長として0.02%(1ターン約34mに対して7mm)で巻線形状を管理する必要がある。そこで、(1)RP組立時のRP溝長の調整、(2)高精度巻線技術の確立、及び(3)熱処理前後の導体収縮量の評価の3本柱を技術開発のターゲットに定め、この技術課題に立ち向かうこととし、その結果、許容できる導体長の裕度の範囲で巻線形状を管理できることを示し、導体をRP溝に挿入可能であることを確認した。これより、TFコイル製作の技術課題のうち、最も困難な課題の一つが解決された。

論文

Optimization of heat treatment of Japanese Nb$$_3$$Sn conductors for toroidal field coils in ITER

名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 諏訪 友音; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.6000605_1 - 6000605_5, 2014/06

ITERトロイダル磁場コイル用Nb$$_3$$Sn超伝導導体は、超伝導物質であるNb$$_3$$Snを生成するための熱処理を必要とし、その熱処理パターンによって導体性能が変わり得る。そこで、従来の熱処理パターンで得られていた導体性能に比べ、熱処理パターンの最適化による導体性能の向上を試みた。まず、導体を構成する超伝導素線を対象とし、臨界電流,ヒステリシス損失,残留抵抗比に関して、最適な熱処理パターンを見いだした。次に、その最適な熱処理パターンを短尺の導体サンプルに適用し、実規模導体試験装置を用いて導体性能の試験を行った。その結果、繰返し負荷に対する分流開始温度の低下度合いは、従来の熱処理パターンに比べて小さく抑えることができた。また、交流損失は従来の熱処理パターンとほぼ同じ値を維持することができた。本試験で用いた導体サンプルは、ITERの調達取り決め(PA)における量産段階の導体から切り出したものであり、ともにPAの合格基準を満足することができた。

論文

Investigation of strand bending in the He-inlet during reaction heat treatment for ITER TF Coils

辺見 努; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 奥野 清; 小泉 徳潔; 石見 明洋; 勝山 幸三

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802704_1 - 4802704_4, 2014/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER計画において9個のトロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当する。TFコイルの巻線はNb$$_{3}$$Sn超伝導導体、ジョイント部及び冷媒入口部等から構成される。冷媒入口部近傍の超伝導導体は7Tの磁場中で68kAの電流容量が求められ、高い超伝導性能が要求され、Nb$$_{3}$$Sn素線の曲げ等による劣化を避ける必要がある。冷媒入口部では、超伝導体を生成するための熱処理において、ステンレス鋼製のジャケットとNb$$_{3}$$Sn撚線の熱膨張率の違いにより、圧縮方向の熱残留歪が生じる。また、ヘリウムを導入するために撚線とジャケットとの間に隙間が生じるが、熱残留圧縮歪により、この隙間においてNb$$_{3}$$Sn素線が座屈して曲げが生じ、超伝導性能が劣化する可能性がある。そこで、Nb$$_{3}$$Sn素線に曲げが生じた場合に変化する熱処理中の冷媒入口部の伸び及び熱処理後のジャケットの熱残留歪を測定し、素線の曲げの発生状況を調査した。加えて、原子力機構(大洗)の照射燃料集合体試験施設(FMF)に設置された高解像度X線CTを用いた非破壊検査による詳細な素線の曲げ観察を実施した。以上をまとめて、冷媒入口部近傍のNb$$_{3}$$Sn素線の曲げの発生状況を調査した結果について報告する。

論文

Examination of Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER central solenoids

名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 高橋 良和; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 23(3), p.4801604_1 - 4801604_4, 2013/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.56(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER中心ソレノイド用Nb$$_{3}$$Sn導体の性能試験を行った。定格負荷の10000サイクルの間、導体の分流開始温度はサイクル数に対してほぼ直線的に低下した。一方、70%の負荷のサイクルでは分流開始温度はほとんど低下しなかった。また、85%の負荷のサイクルでも分流開始温度はほとんど低下しなかったが、急に0.2Kも低下する現象が見られた。これは素線の何らかの大きな変形が導体内部で生じたものと考えられる。ACロスはTFコイル用導体の約4分の1に低下し、撚線のツイストピッチを短くした効果が現れた。性能試験後にサンプルを解体したところ、高磁場領域でNb$$_{3}$$Sn素線が大きく変形していることを確認した。

論文

ITER magnet systems; From qualification to full scale construction

中嶋 秀夫; 辺見 努; 井口 将秀; 名原 啓博; 松井 邦浩; 千田 豊; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 礒野 高明; 小泉 徳潔; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

ITER機構及び6国内機関(中国,欧州,日本,韓国,ロシア,米国)は、協力してITERマグネット・システムを製作している。日本,ロシア,中国,韓国は既に実機の超伝導導体の製作を実施している。TFコイル用のラジアルプレートの製作では、欧州及び日本で品質検証が終了し、実機施策の準備が整った。日本は1/3サイズの試作ダミー巻線を実機大ダミー巻線試作の前に実施し、製作方法を検証した。欧州では、実機製作に必要な治具類の準備とその性能検証が進行中である。また、日本は、2個の実機大TF構造物を試作し、製作方法の最適化と工業化を実施した。コレクション・コイルの製作進捗はTFコイル同様に順調であり、巻線治具等の準備はほとんど終了し、品質検証が開始された。その他のマグネットにおいても、2020年の初期プラズマ点火達成に向けて、順調に製作が進んでいる。

論文

Cluster dynamics simulation on microstructure evolution of austenitic stainless steel and $$alpha$$-iron under cascade damage condition

阿部 陽介; 實川 資朗; 大久保 成彰; 松井 秀樹*; 塚田 隆

Effects of Radiation on Nuclear Materials; 25th Volume (ASTM STP 1547), p.313 - 337, 2013/01

 パーセンタイル:100

原子炉圧力容器鋼の機械特性低下は、中性子照射により形成されたナノサイズの溶質原子や点欠陥クラスターに起因することが知られている。したがって、照射による材料の微細組織変化やその結果として生じる材料特性変化を予測可能なモデルを開発することは極めて重要である。われわれは、点欠陥クラスターの長期間発展を評価するために用いられてきた反応速度論に基づくクラスターダイナミクスコードを、自己格子間原子(SIA)型クラスターの移動を考慮できるように改良を行った。この計算コードを用いて、316ステンレス鋼と$$alpha$$鉄に対する計算結果の比較・解析を行うことにより、両材料における欠陥クラスターの反応機構、カスケードによる欠陥クラスターサイズ分布、SIAの移動度などの差異により、両材料中に生じる微細組織発展の差異が特徴付けられることを明らかにした。

論文

Test results and investigation of Tcs degradation in Japanese ITER CS conductor samples

辺見 努; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 吉川 正敏*; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 濱田 一弥; 礒野 高明; 高橋 良和; 小泉 徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4803305_1 - 4803305_5, 2012/06

 被引用回数:36 パーセンタイル:10.53(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER CS導体の性能評価及び設計の妥当性を検証するため、スイスのCRPPが所有するサルタン試験装置でCS導体の性能試験を実施した。分流開始温度(Tcs)測定は試験開始時、6000回までの繰り返し通電試験の間及び昇温再冷却後にTcsの測定を実施したところ、1000回までの繰り返し通電試験の結果から測定されたTcsはNb$$_{3}$$Sn素線の性能と設計歪から推定されたTcsを満足した。しかし、継続的なTcsの低下が観測され、1000回から6000回の繰り返し通電によるTcsの低下は約0.6Kであった。一方、2000年に原子力機構で実施したCSインサート試験では、1000回から10000回まで繰り返し通電によるTcsの劣化は約0.1Kであり、同様の低下は確認されていない。Tcsの低下の原因を調査するために、(1)中性子回折による歪測定、(2)切断によるジャケットの歪測定、(3)素線分解調査、(4)フィラメントの破断状況、(5)計算モデルの構築と解析についてCS導体試験サンプルの調査を実施した。その結果、低下の原因が試験サンプルの短尺形状及び狭い磁場分布に起因する試験方法にあることを示した。

論文

Examination of Japanese mass-produced Nb$$_3$$Sn conductors for ITER toroidal field coils

名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 海老澤 昇; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4804804_1 - 4804804_4, 2012/06

 被引用回数:13 パーセンタイル:32.31(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER TFコイル用Nb$$_3$$Sn導体のうち、原子力機構は日本の国内実施機関として415mの導体を9本、760mの導体を24本調達する。調達の第一段階として、TF導体の製作能力を確認するため、長さ4mの導体を2本組合せてサンプルを製作し、SULTAN装置を使って試験した。その結果、各導体の最小の分流開始温度$$T_{cs}$$は6.22Kと6.02Kであり、設計値(5.7K)を満たすことを確認した。そこで原子力機構はTF導体の量産を開始し、まず100mの導体と415mの導体を製作した。第二段階として、量産プロセスの適切性を確認するため、これら2本の導体からそれぞれ4mの導体を切り出し、SULTAN装置で試験した。その結果、各導体の最小の$$T_{cs}$$は6.16Kと5.80Kであり、設計値を上回ったことで、量産プロセスが適切であることを実証した。

論文

Effect of film thickness on structural and magnetic properties of single crystalline Ba(Fe$$_{0.2}$$Zr$$_{0.8}$$)O$$_{3-delta}$$ thin films on (001)SrTiO$$_{3}$$ substrates

金谷 日出和*; 松井 利之*; 平尾 法恵; 山本 博之; 馬場 祐治; 久米 秀樹*; 岩瀬 彰宏*

Journal of Applied Physics, 107(9), p.09E312_1 - 09E312_3, 2010/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:70.7(Physics, Applied)

パルスレーザー蒸着法により、(001)Sr基板表面に30nmから170nmの厚みを持つBa(Fe$$_{0.2}$$Zr$$_{0.8}$$)O$$_{3-delta}$$(BFZO)を成長させ、その磁性と構造を調べた。X線回折及び透過型電子顕微鏡の結果から、薄膜はエピタキシャル成長しているものの、a軸方向の格子定数が100nm以上の厚みにわたって0.7%膨張していることがわかった。このBFZO薄膜は、室温において強磁性かつ誘電体的性質をもっているが、その磁性は、薄膜の厚みに依存し、100nm以上で、磁化(単位体積あたりの磁気モーメント)は、急激に減少する。X線光電子分光スペクトルの結果から、基板と膜の界面では、格子不整合によるストレスの結果、鉄の原子価は4価に近くなっているが、膜厚が増加すると4価の鉄が減少し、このため磁化が低下すると結論した。が増加すると4価の鉄が減少し、このため磁化が低下すると結論した。

論文

Latest design of liquid lithium target in IFMIF

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:24.33(Nuclear Science & Technology)

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/m$$^{2}$$の熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。

論文

Development of irradiation capsules in liquid metal environment in Joyo and their application to irradiation creep measurement of vanadium alloys

福元 謙一*; 鳴井 実*; 松井 秀樹*; 伊藤 和寛; 矢野 康英

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(2), p.171 - 178, 2008/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.24(Nuclear Science & Technology)

原子炉内の液体金属環境下における照射試験を実施するため、ナトリウムボンド型照射キャプセルを用いた照射技術を開発し、高速実験炉「常陽」で一連の照射試験を実施した。この研究を通して、ナトリウムボンド型照射キャプセルの設計・製作,キャプセルへのナトリウムの充填,「常陽」へのキャプセルの装荷,照射,照射済みキャプセルの取り出し,ナトリウムで満たされたキャプセルからの照射済み試料の取り出し及び照射済み試料のナトリウム洗浄が確立された。この照射温度が均一化されたナトリウムボンド型照射キャプセルを用いて、高純度のV-4Cr-4Ti合金(NIFS-Heat)の照射試験を実施し、その合金の照射クリープの挙動に関する知見を得た。

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

論文

Free-surface fluctuation at high speed lithium flow for IFMIF

堀池 寛*; 近藤 浩夫*; 中村 博雄; 宮本 斉児*; 山岡 信夫*; 松下 出*; 井田 瑞穂; 荒 邦章; 室賀 健夫*; 松井 秀樹*

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウムターゲットを模擬した高速リチウム流の自由表面の変動を実験的に研究した。大阪大学のリチウムループの水平流れに対して垂直に配置した触針の上下位置を変化させ、各位置における電気的な接触/非接触データを取得して時間平均された流れ厚さ及び時間による変動値(波高)を求めた。流速15m/sでは最大波高は2.2mmであったが、IFMIF仕様である$$pm$$1mmを超える波の割合は10%以下であった。この他、側壁沿いに発生する航跡の形状を測定したところ、それはLambの理論のものとよく一致した。これをIFMIFリチウムターゲットにあてはめて評価し、航跡の影響が流れ中心部の重陽子照射領域に及ばないことを明らかにした。

論文

Present status of the liquid lithium target facility in the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.37(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。

論文

核融合ブランケットを創る

小西 哲之*; 木村 晃彦*; 秋場 真人; 中村 博雄; 長坂 琢也*; 室賀 健夫*; 長谷川 晃*; 松井 秀樹*

日本原子力学会誌, 46(5), p.311 - 322, 2004/05

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合中性子照射による材料特性や材料寿命の実証のための核融合炉模擬の高エネルギー中性子照射施設であり、国際エネルギー機関(IEA)のもとで、日本,欧州,米国,ロシアの国際協力により進められている。このIFMIF計画は、平成12年から平成14年に渡り、IFMIFの実現に必要な要素技術の開発のため、加速器・ターゲット・テストセル・設計統合に関する要素技術確証フェーズ活動(IFMIF/KEP活動)を実施した。国内では、大学と原研の密接な連携協力によりIFMIF/KEP活動を実施した。加速器では、ECRイオン源の4週間連続運転、ターゲットでは、14m/sまでのLi流動、テストセルでは、均一な試験片温度制御等、IFMIFの実現に必要で、重要な要素技術はほぼ確証された。今後は、これらの要素技術を基礎とした長時間安定運転に必要な各系の工学実証と建設に必要な工学設計が必要である。

論文

Status of activities on the lithium target in the key element technology phase in IFMIF

中村 博雄; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂*; 角井 日出男*; Loginov, N.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1675 - 1679, 2002/12

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の要素技術フェーズ(KEP)として、日本,欧州,ロシアの国際分担で実施中の液体リチウム(Li)ターゲット系の要素技術確証試験とその設計の現状について述べる。Liターゲット系の重要課題は、10MW入熱による超高熱負荷(1GW/m$$^{2}$$)の除熱のための最大20m/sの自由表面Li流の長時間安定維持の実現である。そのため、日本ではLi流を模擬したジェット水実験により、2段絞りノズル形状の妥当性を明らかにし、ターゲットノズルの設計及びLi流実験計画に反映させた。また、Liループの過渡解析を行い、制御系の運転条件を定めた。なお、欧州では、流動中の泡測定,不純物制御実験,安全解析等を実施中である。ロシアは、Liループ実験計画を検討中であり、これらの3極の活動の進展について総合的に報告する。

論文

Status of activities on the lithium target in the key element technology phase in IFMIF

中村 博雄; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂*; 角井 日出雄*; Loginov, N.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.2), p.1675 - 1679, 2002/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.16

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末までの予定で実施中である。本報告では、KEPの結果を反映させた液体Liターゲットの最近の結果と今後の展望について述べる。連続運転に対応したLiループ構造を定めるため、Liループ配管の熱応力解析を行い、過大な熱応力が発生しない配置を定めた。また、ビーム緊急停止時の過渡解析を実施し、Li固化防止に必要な有機冷媒1次冷却系及び水の2次冷却系温度制御条件を定めた。Li純化系では、KEPの結果をもとに、材料の腐食に影響するLi中の窒素不純物制御用として、新たにCrホットトラップの検討を行うとともに、トリチウム制御用のイットリウムホットトラップの仕様を定めた。さらに、放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計を行い、基本構造を定めた。KEPに続いて、Liターゲットの長時間運転を実証するため、2003年の移行期間を経て2004年からLi試験ループを中心とした技術実証を開始する予定である。

論文

Staged deployment of the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

竹内 浩; 杉本 昌義; 中村 博雄; 湯谷 順明*; 井田 瑞穂*; 實川 資朗; 近藤 達男; 松田 慎三郎; 松井 秀樹*; Shannon, T. E.*; et al.

Fusion Energy 2000 (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

本論文は、FPCCの要請に基づき作成したIFMIFの段階的建設計画を基本とする建設コストの削減と平準化に関するものである。全コストは、当初の目標を減じることなく、概念設計時の全コストから約40%減の487.8Mドルに合理化された。段階的建設は、核融合炉開発と整合させた3段階の開発整備計画とし、第一段階の建設コストは、概念設計時の全コストの62%減となり、303.6Mドルで実現できることを示した。なお、第一段階では、50mAの運転による照射試験によりITER増殖ブランケット材料の選定を行い、第二段階では125mAに増力して原型炉設計のための工学データの取得を行う。また、第三段階では加速器の2台に増設し250mAの運転により原型炉材料の寿命評価のための100-200dpaの工学データの取得を行い、当初の目的を達成する。

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